Маневренность АЭС

Текст: Сергей Панов

Способность атомных энергоблоков работать в режиме слежения за нагрузкой, или, проще говоря, маневрирования, напрямую влияет на показатели конкурентоспособности АЭС. Мы разобрались, что скрывается за этим понятием и каковы современные тенденции.

Для любой электростанции, вне зависимости от того, на каком топливе она работает, по умолчанию предпочтительна работа в базовом режиме несения нагрузки. Дело в том, что работа в переменном графике неизбежно снижает суммарное число часов использования установленной мощности и, как следствие, ухудшает ключевые показатели экономической эффективности.

Но в энергосистемах большинства стран мира в базовом режиме работают, как правило, АЭС — так сложилось исторически. У атомных станций доля топливных затрат в себестоимости ниже, чем у газовых и угольных ТЭС, но их строительство обходится дороже — при прочих равных эти факторы делают работу АЭС в маневренном режиме менее выгодной с экономической точки зрения.

В последнее время взгляд на то, каким должен быть оптимальный режим работы АЭС, постепенно меняется. Хотя средняя доля атомной генерации в энергобалансе России составляет 20%, в некоторых частях энергосистемы страны вклад АЭС значительно выше (в ОЭС Центра — более 42%, Северо-Запада — 36%, Средней Волги — 31%). Это означает, что вопрос функционирования энергоблоков АЭС в маневренном режиме для обеспечения стабильной работы энергосистемы необходимо рассматривать уже сейчас.

Способность АЭС участвовать в регулировании нагрузки энергосистемы — один из решающих факторов развития атомной энергетики в стране, а также продвижения российского предложения на мировом рынке. В связи с этим в отрасли задумались, как сделать блоки АЭС, особенно вновь вводимые или перспективные, например ВВЭР-ТОИ, более маневренными при том же уровне надежности и безопасности.

Маневр маневру рознь
Как правило, когда речь идет о работе АЭС в маневренном режиме, имеются в виду не радикальная разгрузка или периодический переход в режим полного останова, а лишь возможность сравнительно небольшого регулировочного диапазона (20–30% от номинальной мощности) в ночные часы или выходные дни.

«Стандартная» четырехблочная станция с реакторами типа ВВЭР‑1200 при эксплуатации в подобном режиме получит суммарную разгрузку на 960–1440 МВт электрической мощности, что даст значительный положительный эффект для энергосистемы в целом. С другой стороны, работа энергоблоков АЭС в базовом режиме уменьшает термические и термомеханические нагрузки на материалы активной зоны и основное оборудование реакторной установки, что в свою очередь способствует увеличению срока службы оборудования, положительно сказывается на безопасности эксплуатации.

Таким образом, чтобы обеспечить маневренность АЭС, нужно найти ответы на следующие вопросы: в каком диапазоне и с какой цикличностью допустимо изменение мощности с технической точки зрения (надежность и безопасность эксплуатации), а также с точки зрения экономики (неизбежное снижение КИУМ при маневрировании).

СПРАВКА

Регулирование мощности в энергосистеме может осуществляться в четырех основных режимах. Работа в базовом режиме предполагает, что поддерживается номинальная мощность энергоблока при незначительных отклонениях.

Первичное регулирование частоты энергосети — это автоматическое регулирование, основанное на изменении локальной частоты в сроки от нескольких секунд, чтобы установить баланс между производством и нагрузкой, а также ее стабилизации.

Вторичное регулирование частоты энергосети — ручное или автоматическое — производится на объекте генерации для восстановления частоты и полезной мощности до их стационарных значений в течение нескольких минут. Режим суточного регулирования мощности подразумевает использование программы изменения мощности, предусматривающей несколько (как правило, одно или два) изменений мощности энергоблока в течение суток.

Зарубежный опыт
С технической точки зрения работа энергоблоков АЭС в маневренном режиме возможна, что неоднократно было продемонстрировано на практике в различных странах мира.

Наибольший опыт в этом направлении имеет Франция, где еще в 1970-х годах была сделана ставка на атомную генерацию как основу энергобаланса страны. Предсказуемо встал вопрос о начале практических исследований маневренных возможностей АЭС с легководными реакторами под давлением (PWR, аналог российских ВВЭР), из которых в настоящий момент на 100% состоит французский атомный парк.

В результате работа атомной генерации в режиме слежения за нагрузкой во Франции была обоснована и успешно отработана. Четвертое поколение энергоблоков французских АЭС электрической мощностью 1400 МВт с реакторами проекта N4 изначально разрабатывалось с учетом возможности изменения мощности в диапазоне от 30 до 100% в течение суток (см. рисунок).

Изменение мощности реакторов с легкой водой под давлением реализуется на практике, как правило, двумя основными способами, каждый из которых имеет свои преимущества и недостатки.

Первый путь — использование органов регулирования СУЗ. При этом происходит интенсивное поглощение нейтронов в верхней части активной зоны. Это приводит к существенному топливному дисбалансу ввиду того, что нижняя часть ТВС становится «более реактивной» (вследствие меньшей глубины выгорания), чем верхняя. Помимо этого, в некоторых случаях пребывание органов регулирования СУЗ в промежуточном положении может привести к перераспределению энерговыделения вследствие эффекта ксенонового отравления.

Примечательно, что энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах в силу своих физико-технических особенностей более приспособлены к работе в режиме следования за нагрузкой, чем блоки с тепловыми реакторами. Связано это, прежде всего, с отсутствием эффекта ксенонового отравления в быстрых реакторах при изменении мощности.

Второй возможный путь регулирования мощности легководного реактора заключается в увеличении концентрации бора в теплоносителе, присутствие которого позволяет варьировать реактивность равномерно по всей активной зоне. Минусами, помимо относительно низкой скорости изменения мощности, в данном случае являются образование существенных объемов РАО, а также высокие финансовые затраты.

С целью оптимизации процесса изменения мощности PWR на всех французских АЭС в последние два десятилетия была проведена масштабная программа модернизации. В ее рамках осуществлялась массовая замена стандартных стержней СУЗ на менее поглощающие «серые» стержни, которые весят заметно меньше с нейтронной точки зрения, что позволяет реализовывать более устойчивое изменение выходной мощности.

Французский опыт показал, что в продолжение большей части топливной кампании АЭС с реакторами типа PWR (ВВЭР) могут относительно безболезненно участвовать в любых режимах регулирования мощности. Однако после прохождения примерно двух третей кампании маневренные свойства атомных энергоблоков заметно ухудшаются, и их доля в режиме суточного регулирования мощности в энергосистеме падает.

Отечественный опыт
Проблематика внедрения маневренного режима на энергоблоках АЭС и возможные пути преодоления возникающих при этом технических сложностей начали обсуждаться еще в СССР, одновременно с началом масштабного внедрения атомной генерации в энергосистему страны.

Основным результатом экспертного обсуждения стал выпуск в 1977 году документа под названием «Технические требования к маневренным характеристикам блоков АЭС с реакторами на тепловых нейтронах типа РБМК, РБМКП, ВВЭР».

Эти требования были сформулированы на основании предпочтительных с точки зрения функционирования энергосистемы в целом показателей абстрактного объекта генерации, то есть на практике они совсем необязательно совпадают с требованиями надежности и безопасности, нормативно предъявляемыми к АЭС при проектно-конструкторских проработках.

Следует отметить, что требования к маневренности энергоблоков АЭС в каждом конкретном случае, по понятным причинам, существенно зависят от ключевых характеристик энергосистемы, в состав которой они входят (тип и мощность других объектов генерации, график несения нагрузки и тому подобное).

Есть в России и пример непосредственно эксплуатационного опыта маневрирования: в режиме слежения за нагрузкой с момента ввода в эксплуатацию работает Билибинская АТЭЦ с канальными уран-графитовыми реакторами. Работа в подобном режиме для станции неизбежна и связана с тем, что ее установленная мощность составляет около половины мощности местной энергосистемы, которая в силу географического расположения изолирована от ЕЭС России.

Однако в силу своих индивидуальных конструктивных особенностей, включая относительно низкое линейное энерговыделение в активной зоне, Билибинская АТЭЦ не может выступать в качестве референтного образца в вопросе обеспечения маневренности российских энергоблоков АЭС типа ВВЭР, составляющих сегодня основу атомной энергетики России.

Что касается энергоблоков АЭС с реакторами типа ВВЭР, интересно отметить следующее. Энергоблоки с ВВЭР‑440, предшественники ВВЭР‑1000, изначально конструировались в значительной степени консервативно по основным параметрам и системам. Помимо этого, реакторы ВВЭР‑440 отличаются от ВВЭР‑1000 существенно более низкой напряженностью активной зоны, что заметно облегчает реализацию процессов снижения и подъема мощности.

В результате опыт, полученный за время функционирования парка АЭС с ВВЭР‑440, позволил существенно оптимизировать эксплуатационные режимы и провести модернизацию большинства действующих энергоблоков с такими реакторами. Наиболее ярким примером в этом смысле может служить финская АЭС «Ловииса», на которой в настоящее время успешно эксплуатируются два энергоблока с форсированными реакторами типа ВВЭР‑440 электрической мощностью по 520 МВт, способные изменять мощность вслед за системными ограничениями в довольно широком диапазоне от 50 до 100%.

Таблица 1. Максимальная мощность энергоблока при неполном комплекте включенного в работу оборудования

Технические аспекты маневрирования ВВЭР
В Таблице 1 представлена максимальная мощность, которую могут генерировать энергоблоки с реакторами типа ВВЭР при неполном комплекте включенного в работу оборудования.

Для энергоблоков с реакторами-гигаваттниками типа ВВЭР за проектный срок службы допускается порядка 1000 циклов понижения и повышения мощности. При этом основным ограничивающим фактором, с точки зрения скорости изменения мощности и количества циклов, выступает условие сохранения герметичности оболочек твэлов, которое напрямую влияет на безопасность эксплуатации АЭС (см. Таблицу 2).

Таким образом, имеющийся в РФ опыт эксплуатации и результаты проведенных исследований свидетельствуют о возможности работы энергоблоков с реакторами ВВЭР‑440 в диапазоне 15–100% от номинала, а энергоблоков с реакторами ВВЭР‑1000 — в диапазоне 30–100% от номинала в течение большей части топливной кампании.

Таблица 2. Проектные режимы изменения мощности энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000

Пути повышения маневренности
При решении задачи повышения маневренности энергоблоков АЭС на первый план выходит вопрос улучшения эксплуатационных параметров оборудования реакторной установки, в особенности твэлов.

Допустимая скорость изменения ключевых параметров реактора, количество циклов понижения и повышения мощности определяются особенностями конструкции оборудования, ретроспективой эксплуатации, диапазоном и регулярностью планируемого изменения величины параметров. При этом в процессе маневрирования, помимо технологических параметров самого реактора, меняются также и параметры пара, поступающего на турбину, что приводит к необходимости учета особенностей работы в режиме слежения за нагрузкой и при проектно-конструкторских проработках объектов второго контура.

Примечательно, что повысить маневренность энергоблоков АЭС с точки зрения отпуска электроэнергии потребителям можно также и за счет реализации схемы работы АЭС в связке с внешним накопителем энергии, например, с гидроаккумулирующей электростанцией (ГАЭС). При таком варианте появляется возможность постоянной работы реактора и парогенерирующего оборудования в базовом режиме на номинальной мощности, однако с точки зрения отпуска электроэнергии потребителям АЭС будет функционировать в режиме маневрирования.

Таким образом, улучшение маневренных характеристик энергоблоков АЭС является необходимым условием в случае ставки на укрепление роли атомной генерации в общем энергобалансе страны. Кроме того, маневренность как одна из опций комплексного предложения по сооружению АЭС способствует расширению потенциальных рынков присутствия для российских проектов на международной арене.

Важно, что обеспечение возможности работы АЭС в режиме следования за нагрузкой требует обязательного проведения предварительной всесторонней оценки с точки зрения надежности и безопасности функционирования, а также влияния на ключевые экономические показатели. При этом внедрение режима маневрирования возможно принципиально разными путями, каждый из которых имеет свои особенности — и их оценка может разниться в зависимости от конкретных условий реализации проекта.

СПРАВКА ОСНОВНЫЕ МАНЕВРЕННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ

В общем случае к основным маневренным характеристикам блоков электростанций принято относить следующие:
• диапазон допустимых нагрузок — интервал нагрузок (мощностей), которые энергоблок может нести не ограниченное технологией время;

• регулировочный диапазон — интервал нагрузок, внутри которого мощность может изменяться автоматически за счет действия систем авторегулирования или технологических защит без изменения состава основного и вспомогательного оборудования;

• характеристики переходных режимов — допустимые скорости изменения мощности и/или технологических параметров, включая скорости разогрева и расхолаживания оборудования, время пуска блока (время от начала пусковых операций до включения турбогенератора в сеть) из различных исходных состояний блока и его оборудования и так далее;

• допустимое число циклов изменения режима — показатель, связанный с влиянием пусковых, аварийных и других переходных режимов на долговечность оборудования;

• приемистость — скорость изменения нагрузки блока при изменении задания регулятора;

• допустимая длительность работы блока на нагрузке собственных нужд и холостом ходу.

http://atomicexpert.com/page464210.html